DE3814691C2

DE3814691C2 -

Info

Publication number: DE3814691C2
Application number: DE3814691A
Authority: DE
Inventors: Winfried Dipl.-Ing. 6940 Gorxheimertal De Wachholz; Ulrich Dipl.-Ing. 6940 Weinheim De Weicht
Original assignee: Hochtemperatur Reaktorbau GmbH
Current assignee: Hochtemperatur Reaktorbau GmbH
Priority date: 1988-04-30
Filing date: 1988-04-30
Publication date: 1990-05-23
Also published as: DE3814691A1

Description

Die Erfindung betrifft ein Kernkraftwerk mit einem gasgekühlten Hochtemperaturreaktor niedriger Leistung mit den Merkmalen des Oberbegriffs des Patentanspruchs 1.The invention relates to a nuclear power plant with a gas-cooled Low temperature high temperature reactor with the characteristics of Preamble of claim 1.

Ein Kernkraftwerk dieser Bauweise ist aus der DE-PS 32 12 266 bekannt. Bei dem hier beschriebenen Hochtemperaturreaktor han delt es sich um einen sogenannten HT-Kleinreaktor mit einer Leistung bis zu 250 MW_th, dessen Stahldruckbehälter von einem biologischen Schild umgeben ist. Dieser dient zugleich als Sicherheitshülle, d. h. er schützt das Kernkraftwerk gegen Ein wirkungen von außen. Um eine unzulässige Erwärmung des biologi schen Schildes zu vermeiden, weist der Schild ein Betonkühlsy stem auf, dem die Wärme von dem Stahldruckbehälter im wesentli chen durch Strahlung zugeführt wird.A nuclear power plant of this design is known from DE-PS 32 12 266. The high-temperature reactor described here is a so-called small HT reactor with an output of up to 250 MW _th , the steel pressure vessel of which is surrounded by a biological shield. This also serves as a safety cover, ie it protects the nuclear power plant against external influences. In order to avoid inadmissible heating of the biological shield, the shield has a concrete cooling system, to which the heat from the steel pressure vessel is supplied essentially by radiation.

Da ein derartiges Kernkraftwerk eine relativ geringe Gesamtlei stung und eine niedrige Leistungsdichte im Kern hat, ist es prinzipiell möglich, die Nachwärme (Speicherwärme und Nachzer fallsleistung der Brennelemente) im Störfall über den Stahl druckbehälter nach außen abzuführen, ohne daß im Reaktorkern selbst unzulässig hohe Temperaturen entstehen.Because such a nuclear power plant has a relatively low overall rating and low power density at the core, it is in principle possible, the post-heat (storage heat and post-heating output of the fuel elements) in the event of a malfunction via the steel discharge the pressure vessel to the outside without being in the reactor core even impermissibly high temperatures arise.

Wie bereits erwähnt, erfolgt bei dem bekannten Kernkraftwerk die Wärmeabfuhr von dem Stahldruckbehälter hauptsächlich über Wärmestrahlung. Da diese erst bei höheren als den Betriebs temperaturen voll wirksam wird, treten beim Nachwärmeabfuhr betrieb in dem relativ seltenen Fall des Ausfalls der nor malerweise die Nachwärmeabfuhr übernehmenden Einrichtungen zwangsläufig hohe Temperaturen am Stahldruckbehälter und den umliegenden Komponenten (Abschalteinrichtungen, Kühlgasgebläse u. a.) auf. Dadurch können unter Umständen Schäden an dem Stahl druckbehälter und den umliegenden Komponenten entstehen, die Reparaturen oder den Austausch von Bauteilen erforderlich machen. Um dies zu vermeiden und den Weiterbetrieb der Anlage sicherzustellen, müßten aufwendige Schutzeinrichtungen, die das Auftreten unzulässig hoher Temperaturen verhindern, in dem Kernkraftwerk installiert werden.As already mentioned, takes place in the known nuclear power plant the heat dissipation from the steel pressure vessel mainly via Heat radiation. Since this only at higher than the operating temperatures becomes fully effective, occur when re-heating operated in the relatively rare case of failure of the nor sometimes the facilities that take over the heat removal inevitably high temperatures at the steel pressure vessel and the surrounding components (shutdown devices, cooling gas blowers u. a.) on. This may damage the steel pressure vessel and the surrounding components that arise Repairs or replacement of components required do. To avoid this and the continued operation of the system would have to ensure expensive protective devices that the Prevent impermissibly high temperatures from occurring in the Nuclear power plant to be installed.

Darüber hinaus treten - je nach Anlagenzustand - auch im Pri märkreis erhöhte Temperaturen auf, die das Wärmenutzungssystem erheblich belasten. Wird zusätzlich eine Druckentlastung des Primärkreislaufs auf Umgebungsdruck unterstellt, können im Reaktorkern Brennelementtemperaturen erreicht werden, die zu einer erhöhten Spaltproduktfreisetzung führen. Diese Proble matik wird noch verschärft, wenn das Kernkraftwerk mit sehr hohen Betriebstemperaturen gefahren wird, beispielsweise mit 950°C für die Erzeugung von nuklearer Prozeßwärme.In addition, depending on the state of the system , elevated temperatures also occur in the primary circuit, which put a considerable strain on the heat utilization system. If additional pressure relief of the primary circuit to ambient pressure is assumed, fuel element temperatures can be reached in the reactor core, which lead to an increased release of fission products. This problem is exacerbated when the nuclear power plant is operated at very high operating temperatures, for example at 950 ° C for the generation of nuclear process heat.

Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, ein Kernkraftwerk gemäß Oberbegriff des Patentanspruchs 1 so auszubilden, daß sowohl bei Auslegungsstörfällen als auch bei sonstigen Störfällen bzw. kerntechnischen Unfällen das Auftreten unzulässig hoher Tempera turen an dem Stahldruckbehälter, in seiner Umgebung und im Kernreaktor selbst vermieden wird, ohne daß aufwendige Schutz einrichtungen in dem Stahldruckbehälter installiert werden.The invention has for its object a nuclear power plant in accordance with the preamble of claim 1 so that both in design accidents as well as in other accidents or nuclear accidents the appearance of impermissibly high tempera doors on the steel pressure vessel, in its surroundings and in Nuclear reactor itself is avoided without expensive protection facilities are installed in the steel pressure vessel.

Diese Aufgabe wird gelöst durch die kennzeichnenden Merkmale des Patentanspruchs 1.This problem is solved by the characteristic features of claim 1.

Sprüh- oder Sprinkleranlagen sind in der Technik seit langem gebräuchlich und werden auch bereits zur Kühlung von gefährde ten Anlagenteilen verwendet. Es ist auch bekannt, sie in Kern kraftwerken bei Störfällen einzusetzen. Sie dienen hier - wie z. B. in der DE-PS 28 09 076 und der EP 02 32 186 A2 beschrieben - im wesentlichen dazu, aus dem Reaktordruckbehälter in den Reak torsicherheitsbehälter ausgetretenen Dampf zu kondensieren und damit den Druck in dem Reaktorsicherheitsbehälter abzusenken. Die Verwendung einer Sprühanlage zur Kühlung des Reaktordruck behälters ist bisher jedoch noch nicht vorgeschlagen worden. Da die Sprühanlage die Funktion einer Sicherheitseinrichtung hat, wird eine extrem hohe Zuverlässigkeit, Funktionsfähigkeit und Wirksamkeit von dieser Einrichtung verlangt.Spray or sprinkler systems have long been in technology in use and are already used to cool endangered system components used. It is also known to core them use power plants in the event of accidents. They serve here - how e.g. B. described in DE-PS 28 09 076 and EP 02 32 186 A2 - essentially to get from the reactor pressure vessel into the reak condensate escaping vapor and thereby lowering the pressure in the reactor containment. The use of a spray system to cool the reactor pressure container has not yet been proposed. There the spraying system has the function of a safety device, is extremely high reliability, functionality and Effectiveness is required from this facility.

Eine intensive Kühlung mittels der o. g. Notkühl einrichtung ist nur für die Dauer einiger Stunden erforderlich, so daß der Wasservorrat des Versorgungssystems ausreicht. Anschließend kann die Nachzerfallswärme ohne wesentlich erhöhte Temperaturen des Stahldruckbehälters mit einer deutlich ge ringeren Sprühleistung der Sprühanlage abgeführt werden. Es besteht auch die Möglichkeit, in dem Versorgungssystem eine Einrichtung zum Nachspeisen von Wasser vorzusehen. Dadurch kann die Notkühleinrichtung ihre Funktion beliebig lange ausüben.Intensive cooling using the above-mentioned Emergency cooling setup is only required for a few hours, so that the water supply of the supply system is sufficient. The heat of decay can then be increased without significantly Temperatures of the steel pressure vessel with a clearly ge lower spraying performance of the spraying system. It there is also the possibility of one in the supply system Provision for water make-up device. This can the emergency cooling device has any function exercise long.

Vorteilhafte Weiterbildungen der Erfindung sind den Unteran sprüchen sowie der folgenden Beschreibung eines Ausführungs beispiels im Zusammenhang nit der schematischen Zeichnung zu entnehmen. Die Figur zeigt ein Kernkraftwerk mit einer Reak torleistung von 250 MW_th (100 MWe) im Längsschnitt.Advantageous developments of the invention can be found in the claims at under and the following description of an embodiment example in connection with the schematic drawing. The figure shows a nuclear power plant with a reactor capacity of 250 MW _th (100 MWe) in longitudinal section.

Das Kernkraftwerk umfaßt einen gasgekühlten HT-Kleinreaktor 1 sowie ein Wärmenutzungssystem, das in diesem Ausführungsbei spiel aus einem oberhalb von dem HT-Kleinreaktor angeordneten Dampferzeuger 2 besteht und zusammen mit dem HT-Kleinreaktor 1 in einem Stahldruckbehälter 3 untergebracht ist. In einem ober halb des HT-Kleinreaktors 1 befindlichen Bereich ist der Stahl druckbehälter 3 eingezogen. Oben ist der Stahldruckbehälter 3 mit einem Deckel 4 abgeschlossen, auf den zwei dem Dampfer zeuger 2 nachgeschaltete Kühlgasgebläse 5 aufgesetzt sind. Aus dem oberen Bereich des 8tahldruckbehälters 3 treten seitlich eine Speisewasserzuführung 6 und eine Frischdampfleitung 7 des Dampferzeugers 2 aus.The nuclear power plant comprises a gas-cooled small HT reactor 1 and a heat utilization system, which in this exemplary embodiment consists of a steam generator 2 arranged above the small HT reactor and is accommodated together with the small HT reactor 1 in a steel pressure vessel 3 . In an upper half of the HT small reactor 1 area of the steel pressure vessel 3 is drawn. Above the steel pressure vessel 3 is completed with a lid 4, are placed on the two generators to the absorber 2 downstream cooling gas blower. 5 A feed water supply 6 and a live steam line 7 of the steam generator 2 emerge laterally from the upper area of the 8-steel pressure vessel 3.

Der HT-Kleinreaktor 1 weist einen aus einer Schüttung kugelför miger Brennelemente bestehenden Kern 8 auf, der von unten nach oben vom Kühlgas (Helium) durchströmt wird. Die Leistungserzeu gung kann bei Temperaturen von 250° bis 1000°C erfolgen. Der Kern 8 ist von einem Deckenreflektor 9, zylindrischen Seiten reflektor 10 und Bodenreflektor 11 umschlossen. Der Seitenre flektor 10 weist in den Kern 8 vorspringende Nasen 12 auf. Im Bodenreflektor 11 sind mehrere Abzugsrohre 13 für die Brennele mente vorgesehen, an die sich eine Abzugseinrichtung 14 an schließt. Unterhalb des Bodenreflektors 11 ist ein thermischer Bodenschild 15 angeordnet, und der Seitenreflektor 10 ist von einem thermischen Seitenschild 16 umgeben.The HT small reactor 1 has a core 8 consisting of a bed of kugelför shaped fuel elements, through which the cooling gas (helium) flows from bottom to top. The power can be generated at temperatures from 250 ° to 1000 ° C. The core 8 is enclosed by a ceiling reflector 9 , cylindrical side reflector 10 and bottom reflector 11 . The Seitenre reflector 10 has 8 protruding lugs 12 in the core. In the bottom reflector 11 , a plurality of exhaust pipes 13 are provided for the Brennele elements, to which a trigger device 14 closes. A thermal base plate 15 is arranged below the base reflector 11 , and the side reflector 10 is surrounded by a thermal side plate 16 .

Für die Abschaltung des HT-Kleinreaktors 1 sind zwei Einrichtungen vorgesehen. Die erste Abschalteinrichtung be steht aus einer Anzahl von in Bohrungen des Seitenreflektors 10 einfahrbaren Absorberstäben 17 sowie den zugehörigen Staban trieben 18. Letztere sind außerhalb des Stahldruckbehälters 3 im Bereich seines eingezogenen Teils angeordnet. Als zweite Abschalteinrichtung dienen kleine Absorberkugeln, die in die Nasen 12 des Seitenreflektors 10 eingebracht werden können. Sie befinden sich in Zugabebehältern 19, die ebenfalls außerhalb des Stahldruckbehälters 3 im Bereich seines eingezogenen Teils vorgesehen sind.Two devices are provided for switching off the small HT reactor 1 . The first shutdown device consists of a number of absorber rods 17 which can be retracted into bores of the side reflector 10 and the associated rod drives 18 . The latter are arranged outside the steel pressure vessel 3 in the area of its retracted part. Small absorber balls, which can be inserted into the lugs 12 of the side reflector 10, serve as the second switch-off device. They are located in addition containers 19 , which are also provided outside the steel pressure container 3 in the area of its drawn-in part.

Der Stahldruckbehälter 3 ist mit Abstand von einem biologischen Schild 20 aus Beton umgeben (in der Figur nur auf der linken Seite dargestellt). Der biologische Schild 20 weist ein Betonkühlsystem auf, das im wesentlichen aus auf der Innenseite des biologischen Schildes 20 angebrachten Flächenkühlern 21 und einem mit Wasser gefüllten Hochbehälter 22 besteht, der mit einem Überdruckventil 23 versehen ist. Das Wasser steht bei Normalbetrieb unter dem Druck von einigen bar. In dem biologi schen Schild 20 sind zur Belüftung des Raumes 25 zwischen dem Schild 20 und dem Stahldruckbehälter 3 Kanäle 24 vorhanden.The steel pressure vessel 3 is surrounded at a distance by a biological shield 20 made of concrete (only shown on the left in the figure). The biological shield 20 has a concrete cooling system which essentially consists of surface coolers 21 attached to the inside of the biological shield 20 and an elevated tank 22 filled with water, which is provided with a pressure relief valve 23 . During normal operation, the water is under a pressure of a few bar. In the biological shield 20's 3 channels 24 are provided for ventilation of the space 25 between the shield 20 and the steel pressure vessel.

Als Notkühleinrichtung für den Nachwärmeabfuhrbetrieb im Stör fall (d. h. bei Ausfall der normalerweise die Nachwärmeabfuhr übernehmenden Einrichtungen) ist in dem Kernkraftwerk eine Sprühanlage 26 vorgesehen, die in dem Raum 25 installiert ist. Die Anordnung der Sprühdüsen 27 ist dabei so getroffen, daß die gesamte Oberfläche des Stahldruckbehälters 3 benetzt wird (unbenetzte Bereiche bis zu 0,5 m Breite bleiben ohne Bedeu tung). Die Stärke der Sprühleistung ist dem örtlichen Wärmean fall angepaßt, d. h. im vorliegenden Fall, wo im oberen Bereich des Stahldruckbehälters 3 größere Wärmemengen anfallen, sind in diesem Bereich die Sprühdüsen mit kleinerem Abstand angeordnet oder mit einer höheren Sprühleistung ausgelegt.As an emergency cooling device for the after-heat removal operation in the event of a malfunction (ie in the event of failure of the devices which normally take over the after-heat removal), a spray system 26 is provided in the nuclear power plant and is installed in the room 25 . The arrangement of the spray nozzles 27 is such that the entire surface of the steel pressure vessel 3 is wetted (unwetted areas up to 0.5 m wide remain irrelevant). The strength of the spray rate is adapted to the local Wärmean fall, ie in the present case where the top of the steel pressure vessel 3 incur greater amounts of heat, the spray nozzles are arranged with a smaller spacing or rated at a higher sputtering power in this area.

Als Versorgungssystem für die Sprühanlage 26 wird das Beton kühlsystem benutzt. Mittels redundant ausgeführter Zuleitungs rohre 28, die an den Hochbehälter 22 angeschlossen sind, wird die Sprühanlage 26 mit Wasser versorgt. Jedes Zuleitungsrohr 28 weist in seinem Anschlußbereich ein von Hand zu öffnendes er stes Einlaßventil 29 auf, wobei die Ventilöffnung durch Unter brechung der Haltespannung des Einlaßventils 29 erfolgt. Es stehen hierzu 1 bis 2 Stunden Zeit zur Verfügung, da die Tempe raturen des Stahldruckbehälters nach Ausfall der betrieblichen Nachwärmeabfuhreinrichtungen erst nach Ablauf dieser Zeit an steigen. Die betriebliche Nachwärmeabfuhr wird bei dem hier beschriebenen Kernkraftwerk mit dem Dampferzeuger 2 und seinem Sekundärkreislauf vorgenommen.As a supply system for the spray system 26 , the concrete cooling system is used. The spray system 26 is supplied with water by means of redundant supply pipes 28 which are connected to the elevated tank 22 . Each feed pipe 28 has in its connection area a hand-opening he stes inlet valve 29 , the valve opening being carried out by interrupting the holding voltage of the inlet valve 29 . There are 1 to 2 hours available for this, since the temperatures of the steel pressure vessel only rise after this period of time after failure of the operational reheat removal devices. The operational heat dissipation is carried out in the nuclear power plant described here with the steam generator 2 and its secondary circuit.

Um die Kühlung des Stahldruckbehälters 3 auch bei Ausbleiben der Handauslösung der Sprühanlage 26 sicherzustellen, ist bei jedem Zuleitungsrohr 28 in einer zu dem Einlaßventil 29 par allelgeschalteten Überbrückungsleitung 31 ein zweites Einlaß ventil 30 angeordnet, das bei einem bestimmten Druck- oder Temperaturanstieg automatisch geöffnet wird. Statt eines Ven tils kann auch eine Berstscheibe vorgesehen sein. In letzterem Fall wird die Auslösung direkt von dem in dem Hochbehälter 22 herrschenden Druck gesteuert. Soll der Temperaturanstieg zur Auslösung der zweiten Einlaßventile 30 ausgenutzt werden, so sind an der Oberfläche des Stahldruckbehälters 3 entweder Temperaturmeßgeräte wie Thermofühler oder Pyrometer anzubringen (die bei einem bestimmten Temperaturwert die Einlaßventile 30 elektrisch entriegeln), oder es kommen an dem Stahldruckbehäl ter 3 anzuordnende Schmelzsicherungen zum Einsatz. Diese unter brechen bei Überschreiten einer vorgegebenen Maximaltemperatur die Haltespannung der Einlaßventile 30 und lösen damit die Sprühanlage 26 aus.To ensure the cooling of the steel pressure vessel 3 even in the absence of manual triggering of the spray system 26 , a second inlet valve 30 is arranged in each supply pipe 28 in a bypass line 31 connected to the inlet valve 29 par allel, which is automatically opened at a certain pressure or temperature rise. Instead of a Ven valve, a rupture disc can also be provided. In the latter case, the triggering is controlled directly by the pressure prevailing in the elevated tank 22 . If the temperature rise to trigger the second inlet valves 30 are used, then either temperature measuring devices such as thermocouples or pyrometers are to be attached to the surface of the steel pressure vessel 3 (which unlock the inlet valves 30 electrically at a certain temperature value) or there are fuses to be arranged on the steel pressure vessel ter 3 for use. These break when a predetermined maximum temperature is exceeded, the holding voltage of the inlet valves 30 and thus trigger the spray system 26 .

Da an kälteren Oberflächenteilen des Flächenkühlers 21 das verdampfte Sprühwasser wieder kondensiert, befindet sich auf dem Boden des biologischen Schilds 20 unterhalb des Stahldruck behälters 3 eine Auffangwanne 32 für Kondenswasser. Diese steht über mindestens eine Rohrleitung 33 mit dem Hochbehälter 22 in Verbindung. In der Rohrleitung 33 ist eine selbstversorgte Pumpe 34 (z. B. mit Dieselantrieb) angeordnet, mit welcher das Kondenswasser wieder in den Hochbehälter 22 befördert werden kann. Der sich im oberen Bereich des Raumes 25 sammelnde Dampf kann problemlos über die der Belüftung dienenden Kanäle 24 abströmen.Since the evaporated spray water condenses again on colder surface parts of the surface cooler 21 , there is a collecting trough 32 for condensed water on the bottom of the biological shield 20 below the steel pressure container 3 . This is connected to the elevated tank 22 via at least one pipeline 33 . A self-supplied pump 34 (for example with a diesel drive) is arranged in the pipeline 33 , with which the condensed water can be conveyed back into the elevated tank 22 . The steam collecting in the upper region of the space 25 can flow out without any problems via the channels 24 serving for ventilation.

Im folgenden wird im Zusammenhang die Funktionsweise einer Sprühanlage 26 beschrieben, deren Auslösung automatisch (bei Versagen der Handauslösung) durch Druckanstieg im Hochbehälter 22 erfolgt.The functioning of a spray system 26 is described below in connection with this, the triggering of which takes place automatically (if the manual triggering fails) due to an increase in pressure in the elevated tank 22 .

Nach dem Abschalten des HT-Kleinreaktors 1 mittels der Absor berstäbe 17 wird die Nachwärme normalerweise über den Dampfer zeuger 2, die Zuführung 6 und Abführung 7 sowie seinen Sekun därkreislauf abgeführt. Sind diese Einrichtungen jedoch nicht verfügbar, so wird die Nachwärme von dem Stahldruckbehälter 3 an die Flächenkühler 21 des Betonkühlsystems abgestrahlt. Der mit den Flächenkühlern 21 verbundene Hochbehälter 22, der als Wasserreservoir dient, ist so ausgelegt, daß die Wassermenge für eine hinreichende Zeitdauer für die Nachwärmeabfuhr aus reicht.After switching off the HT small reactor 1 by means of the absorber rods 17 , the residual heat is normally discharged via the steam generator 2 , the feed 6 and discharge 7 and its secondary circuit. However, if these devices are not available, the residual heat is radiated from the steel pressure vessel 3 to the surface coolers 21 of the concrete cooling system. The elevated tank 22 connected to the surface coolers 21 , which serves as a water reservoir, is designed in such a way that the amount of water is sufficient for the after-heat removal for a sufficient period of time.

Beim Nachwärmeabfuhrbetrieb über das Betonkühlsystem steigt der Druck im Hochbehälter 22 an. Der Transport von Wärme aus dem Reaktorkern 8 zu der Wand des Stahldruckbehälters 3 erfolgt im vorliegenden Fall durch Naturkonvektion; in anderen Anlagen kann auch Wärmeleitung oder -strahlung vorliegen. Dabei stellen sich in der Behälterwand, aber auch in seiner Umgebung (z. B. an den Stabantrieben 18 der Absorberstäbe 17 und den Zugabebehäl tern 19 für die kleinen Absorberkugeln) erhöhte Temperaturen ein. Der Temperaturanstieg ist am höchsten in dem oberen Be reich des Stahldruckbehälters 3; hier muß mit einem anfängli chen Anstieg von ca. 100°C/h gerechnet werden. Im unteren Behälterbereich dürfte der Temperaturanstieg nur ca. 10°C/h betragen.In the after-heat removal operation via the concrete cooling system, the pressure in the elevated tank 22 increases . The transport of heat from the reactor core 8 to the wall of the steel pressure vessel 3 takes place in the present case by natural convection; other systems may also have heat conduction or radiation. This raises temperatures in the container wall, but also in its surroundings (e.g. on the rod drives 18 of the absorber rods 17 and the addition containers 19 for the small absorber balls). The temperature rise is highest in the upper range of the steel pressure vessel 3 ; an initial increase of approx. 100 ° C / h must be expected here. The temperature rise in the lower part of the tank should only be approx. 10 ° C / h.

Um eine Temperaturerhöhung im Stahldruckbehälter 3 und in sei ner Umgebung zu verhindern, kommt als Notkühleinrichtung die Sprühanlage 26 zum Einsatz. Ihre Auslösung erfolgt über den Druckanstieg im Hochbehälter 22; d. h. bei einem bestimmten Druckwert werden die Einlaßventile 30 (oder Berstscheiben) geöffnet. Zur Verhinderung eines Temperaturanstiegs im oberen Behälterbereich und für eine zusätzliche Abkühlung des Stahl druckbehälters 3 um etwa 100°C/h ist in diesem Bereich eine Sprühwassermenge je Quadratmeter von ca. 40 l/h erforderlich. Im unteren Bereich wird entsprechend weniger Sprühwasser benö tigt. Für einen Stahldruckbehälter 3 mit einer Oberfläche von ca. 500 m² sind demnach etwa 10 m³/h Sprühwasser erforderlich. Nach einigen Stunden intensiver Sprühkühlung kann die Sprühwas sermenge auf ca. 2 m³/h reduziert werden, oder die Nachwärme kann allein über das Betonkühlsystem abgeführt werden.In order to prevent an increase in temperature in the steel pressure vessel 3 and in its surroundings, the spray system 26 is used as an emergency cooling device. They are triggered by the pressure increase in the elevated tank 22 ; ie at a certain pressure value, the inlet valves 30 (or rupture disks) are opened. To prevent a temperature rise in the upper tank area and for additional cooling of the steel pressure tank 3 by about 100 ° C / h, a spray water quantity per square meter of about 40 l / h is required in this area. Accordingly, less spray water is required in the lower area. For a steel pressure vessel 3 with a surface area of approximately 500 m ² , approximately 10 m ³ / h of spray water are required. After a few hours of intensive spray cooling, the amount of water spray can be reduced to approx. 2 m ³ / h, or the residual heat can be dissipated solely via the concrete cooling system.

Mit dieser Notkühleinrichtung läßt sich in allen Störfällen die Temperatur des Stahldruckbehälters 3 auf Werte von < 350°C begrenzen. Zugleich sind die außerhalb des Stahl druckbehälters 3 liegenden Teile der Abschalteinrichtungen so wie die Antriebsmotoren der Kühlgasgebläse 5 vor erhöhten Tem peraturen geschützt. Auch in dem Extremfall, daß keine aktive Nachwärmeabfuhreinrichtung funktioniert und gleichzeitig der HT-Kleinreaktor 1 druckentlastet ist, kann die Maximaltempera tur im Reaktorkern 8 um ca. 200°C gesenkt werden. Damit ist die Gefahr einer erhöhten Spaltproduktfreisetzung aus den Brennelementen unterbunden.With this emergency cooling device, the temperature of the steel pressure vessel 3 can be limited to values of <350 ° C. in all malfunctions. At the same time, the outside of the steel pressure vessel 3 parts of the shutdown devices as well as the drive motors of the cooling gas blower 5 are protected from elevated temperatures. Even in the extreme case that no active waste heat removal device works and at the same time the small HT reactor 1 is depressurized, the maximum temperature in the reactor core 8 can be reduced by approximately 200 ° C. This eliminates the risk of increased fission product release from the fuel elements.

Claims

1. Nuclear power plant with a gas-cooled high-temperature reactor ( 1 ) low power, the core ( 8 ) of which is formed by spherical or block-shaped fuel assemblies, with a heat utilization system ( 2 ) and with a steel pressure vessel ( 3 ) for receiving the high-temperature reactor and the heat utilization system, the Cooling gas blowers ( 5 ) are connected downstream and with a biological shield ( 20 ) made of concrete surrounding the steel pressure vessel ( 3 ) at a distance, characterized by the following features:

a) as an emergency cooling device for the after-heat removal operation for cooling the steel pressure vessel ( 3 ) between the steel pressure vessel ( 3 ) and the biological shield ( 20 ) arranged spray system ( 26 ) is provided;
b) the arrangement of the spray nozzles ( 27 ) of the spray system ( 26 ) is such that the entire surface of the steel pressure container ( 3 ) is wetted;
c) the spraying system ( 26 ) is connected to a supply system by means of redundantly designed supply pipes ( 28 ) equipped with shut-off valves ( 29 , 30 ).

2. Nuclear power plant according to claim 1, characterized in that in each feed pipe ( 28 ) a manually opening first inlet valve ( 29 ) is provided and that for each first inlet valve ( 29 ) a second inlet valve ( 30 ) is connected in parallel, the opening of which Reaching a certain pressure in the supply system or a certain surface temperature of the steel pressure vessel ( 3 ) takes place automatically.

3. Nuclear power plant according to one of claims 1 to 2, characterized in that the Liche water in the supply system is under a slight excess pressure and the spray nozzles ( 27 ) are designed so that this excess pressure is sufficient for spraying.

4. Nuclear power plant according to one of claims 1 to 3, characterized in that the spraying power of the spray system ( 26 ) is adapted to the expected local heat accumulation on the steel pressure vessel ( 3 ).

5. Nuclear power plant according to one of claims 1 to 4, characterized in that the arrangement of the spray nozzles ( 27 ) is such that the cooling function of the spray system ( 26 ) is not impaired in the event of failure of several spray nozzles ( 27 ).

6. Nuclear power plant according to one of claims 1 to 5, characterized in that the steam formed during the spray cooling is discharged via channels ( 24 ) which are used to ventilate the space between the biological shield ( 20 ) and the steel pressure vessel ( 3 ) ( 25 ) are provided.

7. Nuclear power plant according to one of claims 1 to 6, characterized in that below the steel pressure vessel ( 3 ) in the biological shield ( 20 ) a collecting trough ( 32 ) is provided for condensed water, which is equipped with at least one pipe ( 34 ) with a pump ( 33 ) is connected to the supply system.